ISSN 0101 3084

tS^mß CNENlSP ipen Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares

GOVERNO DO BRASIL

O CICLO DO URÂNIO NO IPEN

Alcídio ABRÃO

IPEN-Pub-398 SETEMBRO/1994

SAO PAULO

IPEN Pub-398 SETEMBRO/1994

O CICLO DO URÂNK) NO IPEN

Alcídio ABRÃO

COOROENADORIA DE TECNOLOGIA QUÍMICA

CNEN/SP INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES

SÃO PAULO BRASIL

Série PUBLICAÇÃO IPEN

IN 18 Categories and Descriptors

B16 10

FUEL CYCLE

PILOT PLANTS

URANIUM

PURIFICATION

ION EXCHANGE

SOLVENT EXTRACTION

URANIUM TETRAFLUORIDE

URANIUM OXIDES

URANYL NITRATES

URANIUM HEXAFLUORIDE

AUC

FUEL ELEMENTS

IPEN Doc 5452

Aprovado para publicação em 12/08/94

Nota A redação ortografia conceitos e revisão final são de responsabilidade do(s) autor{es)

o a C L O DO URÂNIO NO IPEN

Alcídio A B R A O

COMISSAO NAQONAL DE ENERGIA NUCLEAR/SP INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES

Caixa Postal 11049 - Pinheiros 05422-970 - São Paulo - BRASIL

R E S U M O

Descreve-se o desenvolvimento progressivo das vanas atividades para a instalação do ciclo do urânio, do concentrado (yellow-cdce) ao hexafluoreto de urânio e deste ao elemento combustível para o reator de pesquisa tipo piscina (lEA-Rl) O programa compreendeu a instalação de duas umdades piloto de purificação de urâmo por troca lômca, uma unidade de demonstração de urânio por extração com solv«ite8(TBP) em colunas pulsadas, uma unidade de obtenção de tetrafluoreto de urânio por via seca em leito movei e uma segunda unidade para preparação de tetrafluoreto de urânio por via aquosa Descrevem-se amda uma umdade piloto para a produção de trióxido de urânio por decoiiq>08ição térmica de diuranato de amónio e uma segunda por desnítração do nitrato de uramlo O trabalho descreve também as unidades de demonstração de produção de fluor elementar e de obtenção de hexafluoreto de urâmo Informa-se amda sobre a imidade de demonstração de produção de tncarbonato de amõmo e uramlo (TCAU) e sobre a fabricação de elementos combustiveis para o reator lEA-Rl

THE URANIUM FUEL CYCLE AT THE IPEN

Alcídio A B R A O

COMISSÃO NACIONAL DE ENERGL\ NUCLEAR INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES

Caixa Postal 11049 - Pinheiros 05422-970 - São Paulo - BRASIL

A B S T R A C T

This paper summarizes the progress of research concenuqg the uranium foel cycle set iq) at the IPEN, São Paulo, from the raw yellow-cake to the uramum hexafluonde It covers the reconversion of die hexafluortde to ammomum uranyl tncarbonate (AUC) and die manufacturing of die jSiel elements for Ifae swimming pool lEA-Rl reactor This review extendes the coverage of two pilot plants for uranium punfication based iqion ion exchange, one demonstration vmty for the purification of uranyl mtrate by solvent extraction (TBP) m pulsed columns, the unity of uranium tetrafluoride into moving bed reactors and a second one based i^on die wet chemistry via uranium dioxide and aqueous hydrogen fluonde Tlie paper mentions die pilot plant for the preparation of uranium trioxide by the ttiermal deco, imposition of ammonium diuranate and a second mtíy by the tíiermal denitration of uranyl mtrate The paper outlines die fluonne plant and die unity for ttie hexafluonde preparation, the unity for the conversion of the hexa to the ammomum uranyl tncarbonate and the fabrication of fuel elements for die lEA-Rl reactor

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No esquema da Figura 1 tem-se um resumo das mais importantes operações químicas e dos congostos de urânio que íkzem parte do chamado cíelo do combustível de urfimo Geralmente, os países que donunaram o cíelo do urânio percorreram esquema semelhante, em escala laboratonal, bancada e piloto, para, finalmente, entrarem na produção industrial

O dominio das operações indicadas no esquema aínda é o alvo de muitos países

Faz-se aquí um breve relato para a conquista do ciclo do urânio no Brasil, com ênfase nas atividades desenvolvidas no ex-Ihstituto de Energia Atômica (lEA), sucedido pelo Listitaito de Pesquisas Enei^éticas e Nucleares (IPEN), hoje uma unidade da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN)

PimficaçSo de "yeilow cslke" por Troca I6iuca

Os pnmeiros estudos em escala laboratorial para a purificação de urâmo no ex-IEA tniciaram-se em 1939, na então Divisão de Radioquímica Inicialmente optou-se pelo processo de troca lõnica, decisão esta fundamentada em vánas considerações na época O produto de partida era o diuranato de sódio (DUS), então produzido pelo processamento industnal da monazita em São Paulo, por empresa particular O prodigo final deveria ser um diuranato de amonio (DUA) de elevada pureza, com características apropnadas para sua conversão em óxidos de urânio e estes em tetrafluoreto de ur&uo Vislumbrava-se, amda, num programa a longo prazo, a obtenção do hexafluoreto de urânio

Colocou-se em prática inteira programação de trabaIho,u8ando um primeiro fluxograma com uma resma catidmca, para a absorção do cátion uramlo (UOj ^ ) obtido pela dissolução do DUS com ácido nitnco, seguida da eluição do urâmo e algumas impurezas catiônicas que o acompanhavam usando-se sulfato de amonio Em seguida percolava-se este elufdo rico em urânio numa segunda resma, agora aiuõnica forte, para a retenção dos sulfatos amónicos de uramlo Este pnmeu-o fluxograma, não resolvendo satisfatoriamente a descontammaçâo do urânio de ferro, tono e terras raras (sentiré presentes nos concentrados de urânio onundos da monazita), foi depois abandonado

Introduziu-se depois uma técnica chamada das duas colunas, usando-se resina catiõnica forte Numa coluna menor, na forma R NH^ percolava-se nitrato de uramlo de 50 a 65 g/L, pH 1,9 com retenção de sienas 15% do urânio contido na solução carga, i e , obtmha-se um efluente com 85% de urânio livre de tono e terras raras, retidos na pnmeira coluna A este efluente adicionava-se ácido etileno-diammo-tetraacético (EDTA), acertava-se o pH a 2,5 e percolava-se na segunda coluna de resina catiômca forma -NH/ , retendo-se assim o cátion uramlo já bastante livre de impurezas caítõmcas e das espécies amónicas Eluía-se o urânio com (NIL,)2S0^ 0,5M, descontaminando-o assim de terras raras amda retidas parcialmente na coluna n

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Com esta expenmentação laboratonal foi possível estabelecer-se o fluxograma para uma unidade em escala maior Percolava-ae a soluçflo de nitrato de uramlo uiq)uro, de 50 a 65 g/L, pH 1,7-1,8, imcialmente na coluna I (volume de resma correspondente a 20% do total da resma usada para a purificaçfio) na forma R-NH4+ Acertava-se o efluente, rico em urânio previamente descontaminado de tório e terras raras, para pH 2,5 (HNO3 ou NH4OH), adicionava-se EDTA (S% EDTA/UjOg) e percoloava-se na coluna n até saturação Seguia-se lavagem com EDTA 0,1 g/L, pH 2,5 e, em seguida, lavagem com HNO3 0,2M, especialmente para elimmaçao de cations monovalentes e fosñUo Eluia-se o urânio com (NH4)2S04 0,5M, pH 1,8, e encammhava-se o elufdo para a precipitação do DUA. Reciclava-se o urânio eluido da colunai

Precipitação de DUA

Depois de vários ensaios de precipitação usando-se hidróxido de amonio e NH3 gaso6o,optou-8e por este último, que permitia a obtenção de diuranato com melhores condiçOes de filtrabilidade Para tomar mais seguro e mais específico o processo de punficação adicionavam-se 2-3% 'EUTA/UjO^ na solução de sulfato de uramlo antes da precipitação Fazia-se esta a 60-70°C A descontaminação adicwal obtida para metais como Cu, Fe, Co, Ni e 'ni(terra8 raras) melhorava muito a pureza do DUA O pH final da precipitação era 7,0-7,5 Fazia-se a secagem a 70''C em estufas

Com os dados acumulados nesta pnmeira fase da expenmentação, procurou-se fiizer o projeto de eiigenharia para a instalação de uma umdade piloto para a purificação de urânio, a qual seria a primeira no Brasil

Projeto, Construção e Operação da Primeira Unidade Piloto

Por vários motivos, o projeto conceituai previa a ciçacidade de 250 kg UjOg/mês, com a instalaçãode 3 colunas com 150 lilros de resina cada, tendo-se em vista, oa ̂ oca, a pouca disponibilidade de espaço Pesaram também vános &tores para que tanques de estocagem de soluções, tanques de alunentação para as colunas, reatores de precipitação e dissolução e outros recipientes devenam ter no máximo capacidade para 280 litros cada. Levou-se em consideração também a proteção adequada aos operadores, evitando-se a inalação de matend pulvenilento contendo urâmo, prover o local com exaustão e renovação de ar, uso de equipamentos de proteção individual (EPI) pelos operadores, como máscaras, luvas, galochas ou stqiatilhas, aventais e macacões Tomaram-se precauções para se evitar acúmulo de radõnio nos vános ambientes da usma e cuidados especiais para a deposição de rejeitos, como toalhas, papéis, panos e filtros contammados com urânio, tono e seus descendentes

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Concentrado de Urflnio

O primeiro concentrado de ur&aio ("yellow calce") era provemente da industrialização das areias monazíticas pela firma Orqmma SA, São Paulo, e fornecido ao Instituto pela Comissão Nacional de Energia Nuclear(CNEN) Na Tabela 1 ̂ resenta-se a con^osiçfto média deste DUS

l a b d a l Con^osiçao do Dioranato de S«dio

Condónente Convonente

79,5 Halogenios 0.015 Na^O 9.2 Cd 0.007 SiO, 1.4 Pb 0015 PO^ 0.3 Ti 0.015 ThO, 0,3-8,0 Mo 0.0005 TR 0,2 As 0.01

Sm+EufGdfDy 0 02 max F 0,02 Fe 0.1 B 0.0002

Cu 0.001

O material continha amda maténa orgâmca, sendo que a perda de massa a 230°C durante 35 horas era de 3,7% em média No pnmeu-o passo do fluxograma, 1 e , dissolução do DUS com ácido nitnco observava-se o mconvemente da formação de espuma Deve-se lembnr amda que a presença de considerável teor de tório e tenras raras tomava este concentrado bem diferente dos oub-os, como os americanos, africanos (ex-Coqgo Belga), Áfiica do Sul, Portugal e Espanha, e mesmo os concentrados canadenses, que apresentavam apenas baixo teor de tório (0,01 a 0,85%) e terras raras (100 ppm) O fluxograma colocado em prática levou em conta a presença de tono e terras raras com teor de um modo geral não encontrados em concenfrados de urânio provenientes dos demais mménos uraníferos Previa-se assim que o fluxograma da primeva umdade piloto poderia ser siiiq>lificado nos casos de concentrados isentos ou com pouco tono e terras raras, em particular a coluna I podena ser elimmada para a fimção de retenção destes elementos

Materials de Construção

Nesta primeuti piloto usou-se, sempre que possível, tanqpies e tubuiaçOes de plástico-PVC, polietileno e mesmo nylon - já disponíveis em São Paulo Pesaram nesta escolha a economia na consfaiição da unidade e a pureza final do urânio usando-se tais matenais, virtualmente sem sofrerem corrosftD Construiu-se o filtro para o DUA em aço inoxidável e provido de lona filtrante Secava-se o DUA em bandejas de aço moxidável, em eshifa também revestida mtemamente com aço moxidável

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Roxograma

O fluxograma, em tinhas gerais, conçreendia. calcmaçâo do DUS a 2S0°C durante 24 horas, dissoluçSo à tenq>erahira ambiente com HNO3 1 1, adicionándo-se o ácido sobre o DUS já engastado em água, sob agitação, até pH 1.6-1,7, filtração e acerto para a c a i ^ na coluna I

Almientava-se depois a solução clanficada de mtrato de uramlo na coluna I (300 cm X 25 cm) pvrn a retenção de Th e TR, após diluição de 250 para 60 g/L em UjOg, pH 1,7-1,8, percolando-se nesta pnmeira coluna 120 kg UjOg, dos quais 80% saiam no efluente destinado a carregar a coluna H

Operou-se esta unidade com 3 colunas (1, U e HI), sendo que as duas últimas tinham c^acidade de retenção de 15-20 kg UjOg Adicionavam-se 3-5% EDTA/UjOg ao efluente da coluna I, acertava-se o pH para 2,5 e fiizia-se a caq^a nas colimas n e HL Lavava-se em seguida com água, EDTA 0,1 g/L, HNO3 0,2M, seqüencialmente, elumdo-se com (NH4)2S04 0,5M e pH 1,8 Eluído todo o urâmo seguia-se uma eluição com (NIL,)2S04 1,0M e pH 1,8 para remover da resma algum Th e TR lá acumulados Lavavam-se finalmente as colunas com água e estas estavam prontas para o ciclo segmnte

^ ó s tratados cerca de 120 kg UjOg lavava-se a coluna I com água e eluía-se pnmeiro com (NH,)2S04 0,25M para retirar o urânio e depois com (NIL,)2S04 1,0M, pH 1,8, para recuperar Th e TR Após esta eluição lavava-se com água e a coluna estava em condiçOes de miciar o ciclo seguinte

Este fluxograma permitia amda a reci^eração de todas as soluções diluídas de urânio, na forma de DUS (precipitação com NaOH) e volta ao ciclo, bem como o ^roveitamento do sul&to de amorno, agora como filtrado do própno DUA nucieannente puro, melhorando-se assim a economia do processo

Adicionavam-se 3% EDTA/U^Og ao sulfato de uramlo eluído das colunas n e m, com concentração ao redor de 100 g/L em UjOg, aquecia-se previamente a 40*0 e precipitava-se com NH3 gasoso, terminando-se a precipitação a 60-70''C e pH 7,0-7,5 Lavava-se o precipitado com NH4NO3 20g/L e pH 7,0-7 5 Secava-se o precipitado a 70°C durante 24 horas, b-ansfenndo-o depois para sacos de polietileno em barricas de papelão reforçado

Mais informações sobre os reagentes então usados,adquiridos no pais, bem como procedimentos analíticos para o controle de qualidade nas várias fines do processo e do produto final (DUA) estão na publicação [1] que descreve esta primeira fase do ciclo do combustível no Brasil

Esta piloto cunq)nu assim a finalidade de comprovação do processo ensaiado em escala laboratonal, obtenção de urânio puro para expenmentação geral dentro do ciclo do combustível, treinamento de pessoal, pro(kção de UO2 para uma unidade subcrítica, postenormente denominada RESUCO [2]

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Segunda Unidade Piloto para Purificação de Urflnio

Projetou-se e instalou-se uma segunda umdade piloto para a purificação de concentrados de uranio, para con^>lementar o desenvolvunento da tecnología de transformação e punficação de con[q>ostos de urâmo, contnbumdo amda para o treinamento de pessoal e formação de profissionais especializados na qpiínuca do urâmo Esta segunda piloto baseava-se amda no pnncípio de troca lômca com resina catiõmca tipo forte A pnmeira umdade piloto, instalada e colocada em funcionamento em 1960 [1] operou até 1963, quando teve suas atividades encerradas, tendo preparado fq)roximadamente quatro toneladas de DUA de elevada pureza Transformou-se este DUA era dióxido de urâmo (UO2) e usou-se na &bricação de elementos combustíveis pela Divisão de Metalurgia Nuclear do lEA, empregados na construção de uma unidade 8ubcríticaRESUCO[2]

Com o término da construção do prédio da Divisão de Engenhana Química, em dezembro de 1966, seguida da instalação de seus novos laboratónos, decidiu-se que esta Divisão do lEA devena retomar aos estudos de purificação de urâmo, para o que se tomava necessána a instalação de uma nova umdade piloto, usando-se ao máximo os conhecunentos então adq^indos pelo processo antenor [1], patenteado pela CNEN

Instalada e tendo passado pelos pnmeiros testes de operação em fins de 1986, esta nova unidade de punficação de urânio entrou em operação rotmeira no mício de 1969

Assim, com a findidade de conçlementar os c(Hihecimentos adquindos na tecnologia de punficação de urâmo, cumpnu-se extensa programação sobre a sorção do íon uramlo em resma catiônica forte, a partir de soluções de mtrato de uramlo, a descontammaçâo de urânio de vários elementos que o acompanham como in^urezas, entre eles sódio, tono, lantanídeos, ferro, cádmio, silício e fósforo Estudou-se o conq>ortamento do tono presente como pnncipal inqiurezas, em fimção da vazão de carga, da concentração de urâmo e de acidez da solução influente nas operações de saturação da coluna. Estudou-se também a eluição seletiva do urâmo e do tono, em fimção da concentração, do pH e da vazão do sulfiito de amõmo, que é o eluente emprendo no processo de troca lômca antenormente desenvolvido no lEA [1] Coiiq)letaram-se os estudos de descontaminação do tório residual [3], presente como inqiurezza nas soluções de nitrato de uramlo Conq>lementou-se em seguida a descontaminação na coluna de resma catiómcall, percolando-se soluções de mtrato de uramlo nas quais o tono e outras m^urezas estão complexadas com EDTA. Efètuaram-se estes estudos para a coluna n em fiinção da relação EDTA/U, da vazão de carga, da concentração de urâmo e da acidez da solução influente Estudaram-se também [4] as condições de eluição em fimção da vazão, da concentração e da acidez da solução eluente

Teve amda a operação desta nova piloto um objetivo adicional que era expenmentar a purificação de outros concentrados de urânio a não ser o DUS brasileiro proveniente das areias monazíticas

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o processo onginal colocado em prática na primeu^a piloto evolmu, tendo recebido vários ^erfeiçoamentos, em decorrência da complementação dos estudos feitos nos novos laboratórios e introduzidos na operação da segunda piloto Assim, entre as pnncipais alterações introduzidas estão

1) dissolução do DUS feita fracionadamente [5] 2) descontaminação de tono e terras raras por precipitação com ácido

oxálico diretamente na solução de nitrato de uramlo [6] 3) eliminação da coluna I usada no processo onginal [1] cuja finalidade era

fixar a quase totalidade do tono presente no nitrato de uramlo 4) precipitação reversa do DUA (inversão da ordem de introdução dos

reagentes), obtendo-se DUA com baixo teor de sulfato[7] O diagrama simplificado para esta segunda piloto, agora operando com três

colunas (eliminou-se a coluna I), portanto com maior rendimento, mcluía as seguintes operações L Dissolução fracionada do DUS

n Descontaminação de tói lo e terras raras por precipitação dos oxalatos in Conq>lexação das impm sias com EDTA IV Purificação do urânio por troca lônica, compreendendo as seguintes operações

IV 1 Sorpção do íon uramlo peia resina catiónica rV 2 Lavagem das colunas com água IV 3 Lavagem das colunas com HNO3 O, 2M IV 4 Eluição do urânio com sulfato de amónio IV 3 Lavagem e retrolavagem das colunas com água e condicionamento

para o próximo ciclo

V Precipitação reversa do DUA

Fez-se uma descrição pormenorizada [6] do novo fiuxograma, dos equipamentos e das operações de purificação até a obtenção do DUA seco, bem como o sistema de proteção aos operadores e os resultados alcançados

Conta a segunda piloto com três colunas de acrílico (25cm x 320cm) e espessura de parede de 12inm para suportar pressões de até 2,5 kg/cnP com 140 L de resma cac^ Resumidamente, para esta segunda piloto, as operações são carga - nitrato de uramlo com 75 g/L em U, retenção de 13,13 kg U cada coluna, lavagem - com HNO3 0,2M, saída em média 1 g/L em U, eluição - com sulfato de amónio, saindo em média 48-55 g/L em U, aproveitamento de 12,5 -13 kg U por coluna

Para evitar coprecipitação do íon sulfato no DUA mtroduziu-se uma técnica de precipitação do DUA de modo reverso [7] Realizaram-se pesquisas bem sucedidas permitindo obter DUA com relação SO/DUA entre 0,2 a 0,5%, i e , um DUA com baixo teor de SO4 coprecipitado, numa relação tal que é até aconselhável provocar artificialmente pela adição de sulfato de sódio ao DUA isento de SO4, para melhorar as características cerâmicas do U02 obtido a partir do DUA Precipitou-se o DUA de modo reverso fazendo-se que a solução de sul&to de uramlo fosse introduzida sobre um mínimo de solução amoniacal diluída (pH 7,5-8,0) ao mesmo ten^)o em que se admitia NH3 gasoso

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Controlou-se a operação global cuidadosamente para manter o pH da mistura no mtervalo 7,0-7,5, nunca permitindo cair abaixo de pH 6, pois do contrário inicia-se a coprecipitação do íon sul&to Fez-se a precipitação do DUA entre 55 a 70°C, de modo descontínuo, com adição de 3% EDTA/U para garantia da pureza fmal do DUA[1 ] Filtrou-se e secou o DUA a 120°C em estufas

Precipitação Continua de DUA

Usando-se a mesma técnica de precipitação introduziu-se a operação contínua, observando-se um tempo de residência de 15 minutos, com saída de DUA continuamente para o filtro, mantendo-se a vazão de 3,5 L/min de sul&to de uramlo durante a precipitação Pormenores e outras informações sobre os dados do {H-ocesso e operação da segunda umdade piloto, consumo de reaigentes e msumos, características do DUA e dos óxidos dele derivados estão publicados[6]

Obtenção de Dióxido de Urânio para produção de Tetrafluoreto

Dominada a tecnologia de punficação de urâmo a partir do concentrado, com a preparação de DUA de alta pureza, iniciaram-se os trabalhos de dióxido de urânio a partur do DUA Inicialmente em escala laboratonal e depois em escala semi-piloto O dióxido de urânio deveria ser t^ropriado para sua conversão em UF,

Realizou-se mtensa programação ejq>enmental usando-se NH^ amdro como gerador de hidrogêmo para a redução dos óxidos sq>enore8 de urânio a UOj Eshidaram-se as seguintes variáveis temperahira e tempo de calcmação do diuranato, velocidade de aquecimento, temperatura e tempo de redução, consumo e vazão de NH3 Caracterizou-se o tipo de óxido obtido, particularmente quanto à relação O/U, pirofoncidade, siqierflcie específica, correlacionando-se estas propnedades com rendimento de reação de conversão dos óxidos a UF4 Visava-se também à instalação de uma unidade piloto para a produção de UF4 de modo contínuo

Dada a grande extensão do programa expenmental, subdividiram-se os estudos em duas partes, que constituem as fases &ndamentai6 do processo de preparação de UF4 a partir de DUA 1) preparação de UOj apropnado à fiuoridretação e 2) conversão do UO^ a UF4 por meio de fluoridreto anidro (HF) Executaram-se estas duas fases simultaneamente cuja organização obedeceu um esquema elaborado de tal forma que os dados obtidos numa pudessem ser imediatamente confrontados com os da outra, numa seqüência lógica, dada a dependência fundamental existentes entre os mesmos [8,9]

Na produção do dióxido de urânio distmguem-se dois tipos de óxido, em função da sua posterior aplicação 1) óxido tipo cerâmico, usado na preparação de pastilhas smtenzadas de alta densidade usado duretamente como combustível nuclear, 2) óxido fluoridretável, destinado à preparação de urânio metálico ou de hexafluoreto de urânio Usa-se o urânio metálico diretamente como combustível nuclear como metal ou ligas Usa-se o hexafluoi eto, como composto gasoso, para o processo de enriquecimento por difusão gasosa ou por ultracentrifugação

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Solução Qanficada de Mtrato de Urando

Estudou-se um procedunento [5] para a preparação de soluções clanficadas de mtrato de uramlo por dissolução fracionada do DUS de grau técnico obtido pelo processamento industrial da monazita Este sal contém tono, terras raras, ferro, silicio e fósforo como impurezas prmcipais Obtiveram-se soluções límpidas e estáveis de nitrato de uramlo, cuja concentração variava de 270 a 300 g/L U e exibindo boas características de filtrabilidade O método possibilitou remoção satisfetóna dos citados elementos

DescontttuiBaçfto de Fósforo em Urftido

Estudou-se a descontammaçâo de fosñito [10] em soluções de mtrato (dissolução do DUS com HNO3) por meio de resma catiônica forte, na qual o fosfeto tende afixar fortemente, por adsorção fisica ou por formação de conq)lexos catiômcos com o íon uramlo Estudou-se o comportamento do fosfitfo usando-se fi^sforo-32 como traçador, em fimção da acidez e da vazão da solução de carga, da concentração do fosfato, vazão de lavagem e efeito da presença do agente conqjlexante (EDTA) Estudou-se a adsorção do íon fosfato retido na resina com diferentes soluções de lavagem

Precipitação Reversa de DUA

A precipitação de DUA por introdução direta de NH3 á solução de sulfato de uramlo traz como conseqüência a coprecipitação do íon sulfiuto, cujos teores podem ser tão altos quanto 10 a 15% (SO^/DUA) Para contornar tão grave mconvemente estudou-se uma inversão na ordem de introdução dos reagentes, provocando a precipitação do DUA de modo a manter o pH da mistura acima de 6 durante toda a precipitação tempo de reação, tempo de envelhecimento, concentração da solução de urânio e pH levou ao êxito total na obtenção de DUA com baixos teores de sulfato [11]

Obtenção de Tetrafluoreto de Urânio por Via Seca

Estudou-se a transformação de dióxido de urânio em tetrafluoreto usando-se HF anidro Obtiveram-se os óxidos (UOj) por deconq[>osição térmica do DUA a UO3 e redução deste com hidrogênio genulo pelo craqpieio de NH3 gasoso

Visou-se a aquisição de expenência no campo da tecnologia de preparação de UF4 e à determmação das condições adequadas para a obtenção desse produto, de modo a se poder projetar e instalar uma umdade semi-piloto em regime descontínuo para treinamento e pequena produção Estudaram-se os seguintes parâmetros caracterisbcas do UOj de partida (relação O/U e área especifica), temperatura e tempo de reação e excesso de HF [12]

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Detemunaram-se as melhores condições de operação conrelacionando-se as caracterisbcas de UO2 e o efeito dos parâmetros ejqpenmentais sobre as propnedades do UF^ obtido, com o rendimento de reação de fluondretação

Tricariionato de Aiiitoio e Urânflo (TCAU)

Realizaram-se os pnmeiros trabalhos para a obtenção de TCAU por meio datécmca de troca lômca, elumdo-se com carbonato de amômo o cátion uramlo de uma resina sahirada com urânio Para contornar o problema da evolução de gás - o que impede o uso das colunas convencionais de leito estático , fez se o projeto e contrução de uma coluna de leito móvel Eluiu-se o urâmo com (íiH^)2C0^ 2M, obtendo-se como produto final TCAU de elevada pureza, cnstalizando-se o sal por abaixamento de temperatura ou por adição de etanol [13]

Obteve-se também TCAU pela reversão do mtrato de uramlo contido numa ftse orgânica TBP-varsol (usma de purificação de urânio por extração com solventes [14]) com carbonato de amdmo Para esta finalidade desviou-se parte da fiuEK» orgftnica contendo mtrato de uramlo para um reator agitado, no qual se adiciona solução aquosa de cmbonato de amômo À solução aquosa agora contendo carbonato de uramlo adicionou-se etanol para a cn^ ização do TCAU, separando-o depois por filtração

Unidade de Purificação de Urânio por Extração com Solvoites

Para esta umdade, cujos testes se deram em 1968 e entrou em operação em 1969, obteve-se mtrato de uramlo por modificação da técmca de dissolução do concentrado de urâmo Enquanto que para as umdades pilotos fimdamentadas na tecnologia de troca lômca aiimen&ndo-se as colunas die resina com mtrato de uramlo obtido por dissolução fi*acionada com ácido nitnco, para a umdade de extração fez-se alteração do processo Agora obtém-se mtrato de uramlo por dissolução completa do concentrado com ácido nitnco a quente, com digestão ácida proloqgada para a remoção de sílica por desidratação Faz-se a digestão a 90-100°C em HNO3 2M durante 3 horas, obtendo-se soluções com 475 g/L em urâmo, as quus custam-se a 300 g/L em U e NH3IM para a alimentação da coluna de extração Aqui também se preocigiou com a presença de tono e terras raras no concentrado Para isso fez-se adição controlada de sutfiito á solução de mtrato de uramlo que alimenta a coluna de extração, para mimmizar a co-extração dos citados elementos

Fundamenta-se esta unidade na operação de trSs colunas pulsantes para a extração, para a lavagem e para a reversão do mtrato de uramlo da fiuse orgâmca Pormenores desta mstalação, fluxograma operacional, expenência acumulada e seu desenq)enho estão descntos [14]

A unidade conta com uma secção de abertura dos tambores de DUS, provida por exaustão e filtros Faz-se a extração (35% TBP-varsol) em contracorrente nas colunas de placas perñiradas Dunensionaram-se e constndram-se as colunas de acordo com a expenência adquirida [15] A fase oiigànica contendo 135 g/L em U deixa a coluna de extração para ser admitida na coluna de

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lavagem (HNO^ 0,1M), da qual sai com 110-115 g/L em U Faz-se a reversão do urâmo desta &se usando-se água, obtendo-se uma solução de nitrato de uramlo com 70 a 105 g/L em U Opera-se a terceira coluna (reversão) com leve aquecimento (40-60°C), contnbumdo para maior concentração do nitrato de uramlo (em média 100 g/L em U) Filtra-se esta solução através de uma camada de celite para a coalescência e remoção de goticulas de T B P antes de seu encammhamento para o setor de precipitação de DUA

Precipitação e Filtraçflo Continuas de DUA

Fizeram-se os primeiros experimentos com o equipamento para a precipitação e filtração continuas em 1979 Aquece-se a solução de mtrato de uramlo, com 100 g/L em U, a 60°C e faz-se a admissão de NEI3 amdro e não diluido, precipitando-se o DUA sob agitação contínua Alimenta-se o reator em aço inoxidável (27 cm x 100 cm, volume 56 L) com vazão de 1,2 a 2,0 L de mbtito de uramlo por minuto, com admissão de 60-80 L NH3 por minuto Mantém-se o pH final em 10(exces6o de NH3) ]&ivia-se o DUA continuamente ao filtro rotatóno a vácuo, do qual sai com aproximadamente 30% em umidade e camadas de espessura 2,4-3mm[16]

Produção de Trióxido de Urânio

O módulo para a conversão de DUA em UO2 compreende um forno elétrico com esteira de aço inoxidável [14,16] Esta cmta rolante recebe o DUA diretamente do filttro rotativo e o transporte para o interior do forno Este tem diferentes zonas de aquecimento, com gradiente de tenoperatura de 110 a 500°C, podendo ser regulado para qienas secar o DUA ou para transformá-lo continuamente em UO3 com tempo de residência de 2-3 horas Estoca-se o UO3 em saco de polietileno dentro de barrica de fibra reforçada Este óxido destma-se à redução de UOj e sua transformação em UF4

Unidade Piloto para Obtenção de T^raliuort^o Após experiencia prévia na preparação de UO^ apropriado para a conversão a UF4 [8], instalou-se uma unidade piloto para a produção e}q)erunental do sal verde [17 ], destinado à redução a urâmo metálico e a obtenção do hexafluoreto O matenal de partida nesta unidade é o UO3 O DUA filtraido continuamente resulta, após secagem, em placas de 2 0-3 Omm de espessura, com características de resistência mecânica e reatividade ^ropriadas para a conversão em UF4 em reator de leito móvel Neste reator reduz-se o UO3 a UOj com hidrogêmo resultante do craqueio de NH3 e em seguida, sem sair do reator, este UOj reage com fluondreto para a obtenção de UF4 Pode-se operar esta mesma umdade para a produção de UO3 ou para a obtenção de UF4 O dióxido usado para a conversão seqüencial a UF4 é levemente pirofórico, o que aliás, é recomendado Porém, UOj para uso como

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matenal cer&nuco, na confecção de pastilhas de UO^ deve sei previamente establizado Equacionou-se e solucionou-se este tipo de problema durante a operação das usmas piloto

Luciou-se o projeto para esta unidade piloto de UF^ em 1970 e obtenve-se o primeiro UF4 de modo continuo em 1973 Hoje esta unidade já conta com dois reatores de leito móvel tipo "L"

Obtenção de Tetrafluoreto por Via Aquosa

Contando com a fecilidade para obtenção de UOj, após o desenvolvimento da &8e laboratonal para a obtenção de UF^ por método alternativo via reação do dióxido de urâmo com ácido fluoridrico[18], instalou-se uma umdade semi-piloto para esta nova tecnologia Constnuu-se o reator (ci^acidade 100 kg UF4/batelada) em polietileno com agitação mecânicaFiltra-se o tetrafluoreto em filtro de ferro emborrachado e lona de poliéster Recicla-se o filtrado que contém HF 2-3M e algum urâmo [19]

Projeta-se para o futuro uma unidade piloto para esta facilidade

Produção Experimoital de Peróxido de Uranilo

Durante o estabelecimento do fluxograma da primeira umdade piloto para purificação de urâmo por troca iânica[l] considerou-se a precipitação do peróxido de uramlo Embora bem mais seletiva do que a precipitação do DUA, na época, descartou-se esta linha, por razões econômicas A produção de peróxido de hidrogénio era pequena e o produto amda caro no Brasil

Retomou-se este tema e fizeram-se experimentos de precipitação de peróxido de uramlo a partir das soluções de nitrato e de carbonato de uramlo e em 1982 os resultados destes experimentos eram divulgados[20] Fez-se também a caracterização dos vários tipos de UO^ obtidos, especialmente visando-se seu uso para a obtenção de UO^ de grau cerâmico [20]

Para a programação experimental estudaram-se os seguintes parâmetros pH final velocidade de adição do peróxido de hidrogênio, concentração imcial de urânio, excesso de precipitante, tempo de digestão e a presença de Fe(III), V(V), COj^ e HPO42 Caracterizou-se o produto e analisou-se a presença de HjO e NO3-

Estudou-se uso do peróxido de uramlo para obtenção de UOj cerâmico, determmando-se as densidades aparente, limite e batida dos óxidos, sua relação 0/U e as densidades das pastilhas "verde" e smtenzadas Estudou-se ainda o comportamento térmico dos peróxidos de uramlo por termogravimetna e calonmetna exploratóna diferencial [21] Com os resultados classificaram-se os peróxidos em cinco grupos característicos e reconheceu-se a temperatura na qual os peróxidos se decompõem seqüencialmente em UO3 e U30g, a evolução de água de cristalização e de àbsorçSo, bem como a eliminação de nitrato ocluido Os expenmentos permitiram concluu- ainda que nem NH4'̂ nem HjO^ são ocluidos pelo peróxido de uramlo

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Desnttraçfio do Nitrato de Uranllo

Estando em fimcionamento a umdade de punficaçflo de urânio para a preparação de DUA a partir do mtrato de unmilo, procurou-se estudar uma iuiha alternativa para a obtenção de trióxido de uranio, diretamente das soluções de mtrato de uramlo puro Até aqui obtmha-se UO3 por deconq>osição ténnica do DUA

A Imha alternativa permite a obtenção de UO3 pela degradação térmica do mfa-ato de uramlo diretamente a UO3, evitando-se assim a precipitação, filtração e secagem do DUA na linha convencional Fizeram-se os pnmeiros estudos para a linha alternativa usando-se um reator tipo pote, no qual se Obteve UO3 d» alta densidade, em escala laboratonal Os passos se^^umtes senara os projetos conceitud e básico para a mstalação de uma umdade piloto Esta , j á instalada, passou pelos pnmeiros testes em 1987-88, 9p6s o que se fez uma revisão da instalação, a qual entrou em operação novamente

Nesta unidade a desnítração se faz num reator de leito fluidizado á tenq}eratura de 350°C, segundo a reação

U02(N03)2 óHjOÍl) U03(s) + jNOjte) + yiO^lR)^^ HjOte)

Entre as diferentes características deste óxido, quando conq>arado com o UO3 proveniente do DUA, ressaltam-se a elevada densidaide do pó, fluidez e menor reatividade (menor área siq>erfícial específica)

O mi Cl o do fluxograma de processo é a concentração da solução de mtrato de uramlo obtida na unidade de punficação de urânio por extração com solventes Esta solução, de sp-oximadamente 100 g/L em U, é encaminhada á umdade de concentração, até a obtenção de U02(N03)2 óHjO num eviporador/concenhrador de operação contínua, obtendo-se mtrato de uramlo de 1100-1180 g/L, o que corresponde ao sal hexahidratado[22]

A unidade de desmtração propnamente dita conq>reende um reator de leito fluidizado, um elufriador, tanque para finos e peneira vibratóna para a classificação do UO3 como produto final A unidade piloto conta também com um módulo para a absorção de gases, especialmente NOj, por meio de uma torre de absorção

Obtenção de Hexaflnoreto de Urânio por Oxigenaçâo do Tete-afhioreto

Apenas como parte do tremamentoo pessoal mstalou-se uma umdade l^oratonal para a obtenção de UF¿ [23], fimdamentada na oxidação do UF4 com oxigêmo em tenqieratura elevada Além do tremamento pessoal e educação na caractenzação e manuseio de pequenas massas de UF ,̂ uma mstalação deste porte pode ser mteressante para a obtenção de UF^ de elevada pureza sem flúor elementar residual ou sem contaminação por HF Este UF¿ poderá ser usado como padrão

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Geraçfio Eletrolitica de Flüor

Para a produção de hexafluoreto toraa-se obrigatória a geração de flúor elementar, feita no própno local de uso Não há condições seguras para a importação de flüor e também não se recomenda o seu transporte de uma instalação para outra Assim, cada produtor de hexafluoreto deve dominar também a produção de flúor elementar de alta pureza.

Desde 1975 o Instituto colocou considerável esforço para o tremamento de pessoal no manuseio de HF anidro de flúor elementar e de UF^ Imciou-se pela instalação de pequena unidade para a geração eletrolitica de flúor Nos pnmeiros expenmentos amda em escala laboratorial, fez-se uso de uma célula de cobre em forma de "V", operando em alta temperatura (240-280°C), com eletrólito de composição KF-HF e eletrodos de carbono Resfriava-se o flúor com gelo-acetona para a liquefação de HF em excesso antes de reação com UF4 O primeiro reator para esta reação era do tipo tubular

Construiu-se uma segunda célula, em monel-400, para trabalhar em temperahira média (SO-IOC^C), com as dimensões 8" X 22" x 16", com volume total de 46 litros e capacidade para acomodação de 38 litros de eletrólito fimdido Aquecia-se a célula por meio de uma camisa de água e mantmha-se o eletrólito fundido a 95*̂ 0 Preparava-se o eletrólito pela introdução de HF anidro e gasoso sobre KF anidro até que a mistura fundida atingisse a conq)08ição KF 1 95 HF Durante os pnmeiros experimentos operou-se a célula a 60-200A Depois introduziram-se modificações na disposição dos eletrodos para operar com 200-300A e, por último, i^ós novas alterações na célula, h-abalhou-se com o máximo de 400-450A, 9-12V, com rendimento de aproximadamente 90% de corrente Controlou-se o nível do eletrólito fimdido por meio de uma fonte de rmos gama e um detector na parede oposta da célula Um alarme sonoro mdicava quando o mínimo permitido de eletrólito na célula era atingido ou quando a pressão atingia 08 valores máximos previanente estabelecidos A fiinte de corrente (PRODELEC modelo 1-18, fabncação nacional) operava em 220V tnfósico, 60 HZ, saída de 3,6-18V, lOOOA O npple era de 4 2%

O flúor elementar assim gerado deixava a célula ainda quente e arrastava até 15% de HF não eletrolizado Era mtroduzido num condensador a -80°C (armadilha fria), onde a maior parte do HF era liquefeitaA corrente do flúor deixava a armadilha e erapré-aquecido e introduzido numa coluna de NaF anidro a 100°C, da qual saia com aproximadamente 0,5 moles HF Após a saturação regenerava-se a coluna de NaF por aquecimento a 250-300°C

Nesta unidade compnmia-se depois o flúor em cilindros especiais de monel por meio de uma bomba de diafragma, tendo-se o cuidado de não ultrapassar o valor máximo de pressão admitido (45 psig) [24] Introduziu-se depois o flúor no reator para a obtenção de UFg

Nas primeiras obtenções de UF« usou-se um reator de monel aquecido a 400-500''C Filtrava-se o UF^ quente em filfro de monel e depois encaminhava-se aos condensadores frios (O 1" a - 15° C e o 2° a - 400°C) Este reator podia acomodar ^roximadamente 3 kg de UF^ e tinha capaciddade para gerar de 300 a 700 g UFe por hora.O fluor previamente aquecido contactava o IJF4 (esferas ou

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placas) em contracorrente , mantendo-se sempre excesso de UF4 em relação ao flúor Liqui&zia-se depois o UFe condensado e cristalizado por aquecimento e &zia-8e a sua transferência para cilindros especiais

Esta piloto estava equipada com colunas para lavagem e absorção de HF residual arrastado pelo hidrogênio gerado catódicamente e por mtrogêmo usado para a purga dos reatores e linhas O fluondreto residual era retido por absorção em solução de KOH

Projeto Conversão (PROCON)

Tendo o histituto acumulado experiência na geração de fluor e sua purificação em escala piloto, bem como a preparação de hexafluoreto também em escala piloto, era chegado o momento de se instalar uma umdade maior Esta devena gerar flúor em escala tal a poder acumular hexafluoreto para os pnmeiros experimentos de enriquecimento isotópico no Pais

Para isso, ^ ó s muito esforço e intensa agenda de entendimentos com autoridades, lirmou-se um convênio entre o IPEN, Governo do Estado de São Paulo (Secretaira da Ciência e Tecnologia) e o CNPq Este projeto, denommado Projeto Conversão (PROCON) recebeu estimulo para a concretização e mstalação de uma unidade que operou com bom desenq)enho Conseguiu-se o objetivo de adquirir conhecimentos em escala maior, acumular material para o ennquecimento e fornecer hexafluoreto para as pnmeu-as ultracentrífiigas em operação no País

Esta unidade trabalha com células de monel para a geração de flúor com c^acidade total de 6000A usando como eletrólito KF 2,0 HF, aquecida a 95°C com camisa de água, cátodo de aço carbono e ánodos de carbono não grafitizado, 10-12V O reator é do tipo "chama" e o hexafluoreto passa por filtros de monel sintenzado, amda quente, mdo se cristalizar nos condensadores pnmános (-25°C) e um condensador de segurança secundáno (-4S°C) O hexafluoreto cnstalizado é depois fimdido sob pressão a quente, e transferido liqüefeito para os cilindros de armanezamento A unidade conta também com sistema de purificação do flúor para lique&ção do HF arrastado e tratamento do hidrogênio contaminado com HF Conta amda com torres de absorção de HF, F2 e IJF^ residuais, com operação segura, sem contribuir para a contaminação do meio ambiente

Reconvmão Hexafluoreto a Tricarbonato de Amômo e Urânflo

Depois de mtenso trabalho em escala laboratorial, fizeram-se os projetos conceituai e básico para a instalação de uma unidade piloto para obtenção expenmental do TCAU Esta unidade, projetada para trabalhar tanto com UF¿ natural, empobrecido e, especialmente, com o hexafluoreto ennquecido, passou com êxito os primeiros testes em 198S Já em maio do mesmo ano obtinha-se a pnmeira partida de TCAU dentro das características pré-determinadas

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O TCAU é um produto mtermediário para a produção de óxidos de urânio Sua transformação térmica pode conduzir aos óxidos UO ,̂ UjOg e UO3 Assim, cuidou-se também de estudar o processo para a conversão de TCAU a UO2 Os resultados de urna umdade de bancada estão publicados [25]

Construiu-se e colocou-se em operação um fomo protótipo de leito fluidizado para a reducto direta de TCAU a UOj A reação ocorre entre 500 e 55(fC usando-se hidrogênio obtido pelo craqueio de NH3 como redutor Obtém-se TCAU a partir do UF¿, o produto contendo algum fluoreto como contaminante Para a diminuição do teor de fluoreto faz-se pirohidrólise do UO2 a 650^C

Conduzíram-se também estudos posteriores usando-se TCAU proveniente da reconversão de UFg na obtenção de U3O8 em pó para a Imha de combustíveis do tipo MTR (matenal test reactor) [26] A calcmação do TCAU permite obter U3O8 com parâmetros fisicos, densidade e tamanho de partículas de acordo com as especificaçóes definidas Os principais parâmetros de processo são analisados com a vanação da temperatura de calcmação do TCAU e tempo de sintenzação do U3O8

Reconversão Hexafluoreto a Tetrafluoreto de Urâmo

Há várias opções para a reconversão do UFé empobrecido a um produto sólido para o reaproveitamento do ui ânio Uma delas é a hidrólise do hexafluoreto segundo a reação

UF6(g) + 2H20(aq) U02F2(aq) + 4 HF(aq) AH= -50,5kcal/mol

Obtida a solução de fluoreto de urímilo os passos posteriores possíveis seriam a precipitação do DUA ou a cnstalização do TCAU, ambos em meio alcalino, ou a precipitação do peróxido de uramlo, UO4 2H2O, em meio ácido Qualquer destes produtos poderá ser transformado em UO3 ou UsOs e depois reduzido a UO2 para, em seguida, reagir com HF na produção de UF4 e este reduzido com magnesio ou cálcio a urânio metálico

Uma segunda linha seria a reconversão direta a UO2 em reator de leito fiuidizado, segundo a reação

ÜF6(g) + 2H20(g) + H2(gj U02(s) + 6HF(g) AH= -ll,Okcal/mol

Uma terceira opçfto seria a redução direta ao tetrafluoreto

UF6(g) + IfcCg) UF4(s; + 2 HF (g) AH = - 43,9kcal/mol

Esta foi a opção escolhida pelo IPEN, usando um reator de monel de parede quente e hidrogênio gerado pelo craqueio de NH3 Uma unidade de bancada enfrou em operação no Departamento de Eiigenharia Química, em 1989-1990, tendo demonstrado sua factibilidade Fundamentado nesta e]q)enência fez-se o projeto conceihial [27] para uma unidade piloto, na qual vános problemas técnicos deverão ainda ter resposta

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Estudo Con^arativo de Dióxido de Uranio P r o v«tü^ t e de DUA e TCAU

Dióxido de ur&iio de grau cerâmico, destinado à fabncação de pastilhas para o elemento combustível, pode ser obtido tanto dos óxidos via DUA como via TCAU Já em 1977 era uma das preocupações dos metalurgistas e ceramistas nucleares uma comparação das duas fontes de UO2

Com este objetivo estabeleceu-se uma série de comparações paramétncas referentes aos pós de UO2 provenientes das duas origens distmtas, ou sejam, o DUA e o TCAU, ambos produzidos no Instituto [28]

Elemento Combustível lEA-Rl

Conta o Instituto com uma unidade capacitada para a fabricação de elementos combustíveis tipo placa para o reator lEA-Rl em operação em São Paulo Estes elementos contém um núcleo cermet de U3O8-AI, com urâmo 20% ennquecido A dispersão de U3O8-AI é revestida com alumínio Os pnmeiros elementos combustíveis fàbncados pelo IPENÍ já estão em uso no Reator lEA-Rl, tipo MTR, piscma, de 2 MW, desde 1988 Este êxito é o resultado de vários anos de pesquisas no Instituto, com vários gnq>08 de pesquisadores como químicos, engenheiros químicos, engenheiros metalúrgicos, ceramistas nucleares, mecânicos e físicos, 1 e , toda uma equipe trabalhando com um objetivo bem definido [29,32]

Controle da Quahdade

O Instituto despendeu também enorme esforço para dominar o controle da qualidade de todos os produtos gerados nesta primeira fase do ciclo do combustível Conta hoje com vános manuais de controle analítico para cada umdade ou produto Por exenq)lo a preparação de TCAU tem um manual analítico próprio A fabncação dos elementos combustíveis segue um manual de controle analítico de qualidade

Ad^taram-se os procedimentos já existentes na literatura internacional e desenvolveram-se muitos ouh-os no próprio Instituto Encontram-se editados hoje mais de 120 métodos e procedimentos para cobrir a qualificação e caractenzação dos produtos finais, bem como para acompanhar os diferentes processos de produção expenmental analisando os vanos produtos intermediários [33]

De um modo geral os procedimentos analíticos cobrem a determinação de urânio e dos elementos a ele associados tório, lantanídeos, zircónio, háfiuo e um numero considerável de elementos que o impurificam

Entre outras, empregam-se as seguintes técnicas análises téraucas, calonmetna diferencial exploratória, espectrofotometria molecular, espectrografía óptica de emissão, espectrometria de fluorescencia, fluonmetria, espectrofluorimetna, espectrometría de absorção atómica e de plasma, polarografia de dissolução anódica e volumetria, espectrometria de raios gama e análises por ativação neutrõnica, cromatografia de íons, fluorescência de raios -X e especta-ometria de massa O leitoi poderá se i eferir à coletâiua de publicações do bstituto [34] paramáis mformaçõeb

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Figura 1 - C i c l o do Urânio

Minerais

l i x i v i a ç ã o

"Concent (yellow

Monazlta Poços de Caldas Rochas fos fa tadas

ração" í Na^UjO^

cake) YíNH^>2"2°7

uo^ 2H2O

— (NH^)^/U02(C03)3/

Elemento Combustível

1 Reator

1 Produtos de F i s são < Retratamento U + Pu

conversão

reconversão

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REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

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[10] RIBAS, A G S & ABRÃO, A Estudos de sorpção de urâmo contido em soluções de nitrato de uramlo por resina catiônica forte e suaeluição com sulfato de amõmo Parte III Descontaminação de fosfato 1972 (IEA-Pub-264 )

[11] ABRÃO, A , ARAUJO, J A , FRANÇA JUNIOR , J M Precipitação reversa de diuranato de amômo a partir de soluções sulfito de uramlo descontaminação do ion suljato 1972 (lEA-Pub-278)

[12] CUSSIOL FELHO, A & ABRÃO, A Tecnologia para a preparação de tetrafluoreto de urânio por fluoretação de UOj obtido de diuranato de amômo 1975 (IEA-Pub-379)

[13] FRANÇA JR, J M & ABRÃO, A Projeto e construção de uma coluna de leito móvel para trabalhos com resinas trocadoras de lons Aplicação na preparação de tncarbonato de amômo e urcmilo de pureza nuclear 1976 (IEA-Pub-459)

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[17] FRANÇA JR, J M Unidade piloto de tetrafluoreto de urânio pelo processo de leito móvel em operação no lEA 1975 (IEA-Pub-381)

[18] AQUINO, A R Obtenção de tetrafluoreto de urânio por via aquosa a partir do dióxido São Paulo 1988 (Dissertação de Mestrado DPEN)

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[21] SOUZA JR, P T & ABRÃO A Caracterização e estabilidade térmica de peróxidos de urânio por termogravimetna e calonmetna exploratória diferencial In QUÍMICA anais do 23° Coiigresso Brasileiro de Química, realizado em Blumenau S C , 1982

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[26] MARCONDES. O H & RIELLA, H G Obtenção de pós de UjOg para combustíveis tipo MTR parti ndo-se do TCAU 1990 (Publicação IPEN-311)

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[29] HAYDT, HM & CINTRA, HL S Nota preliminar sobre a fabricação de elementos combustiveis planos contendo núcleo de ligas aluminio-uranio Anais do XXn Congresso Anual da Associação Brasileira de Metais, Vitóna, ES Julho 1967 In ASSOCIARÃO BRASILEIRA DE METAIS Associação Brasileira de Metais anais do 22° Congresso Anual da realizado em Vitória FS julho l^ô?

[30] SOUZA SANTOS, T D, CAPOC CHI, J D T, CINTRA, S H L Experimental de fabncação de elementos combustíveis planos dotados de múltiplos "Cennets" XXII C ongresso Anual da Associação Brasileira de Metais, Vitória, ES, 1967 to ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE METAIS Associação Brasileira de Metais anai"! do 22" Congresso Anual da realizado ern Vitóna E"^ lulho ]Q67

[31] SOUZA SANTOS, TD, FREITAS, CT HAYDT HM QDENTILE, E F , AMBRÓSIO FILHO, F m Inter-Amencan Conference on Matenais Technology Rio de Janeiro 1972 In MATERIALS tecnology procedings of the 3rd Inter American Conference on. held in Rio de Janeiro 1972

[32] RELATÓRIOS e documentação referentes aos elementos combustiveis fabncados no IPEN (Relatónos Internos IPEN 1988-1990)

[33] MANUAIS de procedimentos analíticos (Relaíóno Interno IPEN 1989)

[34] IPEN Scientific and Technical Publications São Paulo,1956-1981(Jubilee edition),l982 1983 (Suppl) 1984 1986 (Suppl )

[35] PRODUÍ ÁO Técmco C lentffica do IPEN, São Paulo, 1989